小型安全殼事故工況下射流模型開發(fā).pdf

1、近年來，小型反應堆核電站逐漸吸引了世界各國的關注，尤其是發(fā)展中國家。小型反應堆核電站具有投資小、建造周期短、安全性高、多用途等優(yōu)勢。國內發(fā)展小型堆核電站可有效解決島嶼及偏遠地區(qū)供電等問題，還可以用于城市區(qū)域供熱，海水淡化等。
　　安全殼作為核電站的最后一道屏障，對其事故分析應受到關注。對于大型干式安全殼，如AP1000，失水事故(LOCA)或主蒸汽管道破裂(MSLB)事故后蒸汽噴放對安全殼冷卻及其內部自然循環(huán)的影響已經做過大量研究

2、。伯克利大學根據熱分層理論開發(fā)了BMIX++程序，用于計算破口事故后安全殼內的溫度分布。由于大型干式安全殼自由空間較大，事故后射流主體部分占據空間相對較小，在事故分析時可以忽略。而小型反應堆核電站安全殼內自由容積較小，內部結構布置緊湊，發(fā)生破口事故時，關鍵設備可能會暴露在射流區(qū)域內，高溫高壓的射流會影響設備的正常運行。因此，預測射流內部區(qū)域氣體的流速及溫度變化是有必要的。
　　本文首先建立了一維熱空氣-冷空氣的射流積分模型，然后在

3、此基礎上借鑒蒸汽與過冷水直接接觸冷凝的相關研究結果，建立了蒸汽射流計算模型。此外，還開展了相關實驗研究以及CFD計算，用于模型計算結果的驗證。積分模型的結果與實驗數據以及CFD計算結果吻合較好。在計算耗時上，積分模型相對CFD程序顯示出很大優(yōu)勢。計算以及實驗結果表明，噴出的高溫氣體在很短距離內流速和溫度都會迅速降低隨后維持較低的穩(wěn)定值。這是由于射流初始階段卷吸作用明顯，大量環(huán)境內冷空氣隨卷吸進入射流內部，導致其溫度及流速迅速降低。模型計